автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Оптимизация нейтронно-физических характеристик специализированного медицинского реактора

003484301

На правах рукописи УДК 621.039.52

/

ЛЕВЧЕНКО АЛЕКСАНДР ВАЛЕРЬЕВИЧ

ОПТИМИЗАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК СПЕЦИАЛИЗИРОВАННОГО МЕДИЦИНСКОГО РЕАКТОРА

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 6 НОЯ 2009

Обнинск-2009

003484301

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования «Обнинский государственный технический университет атомной энергетики»

Научный руководитель: доктор физико-математических наук,

профессор

Казанский Юрий Алексеевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Тошинский Георгий Ильич

доктор технических наук, профессор Наркевич Борис Ярославович

Ведущая организация: Нижегородский государственный

технический университет им. P.E. Алексеева

Защита диссертации состоится декабря 2009 г. в 14 часов на заседании диссертационного совета Д 212.176.01 при Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики, Калужская обл., г. Обнинск, Студгородок, 1, зал заседаний ученого совета.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Обнинского государственного технического университета атомной энергетики.

Автореферат разослан ноября 2009 г.

Ученый секретарь диссертационного совета д. ф.-м. н., профессор

¿^¿¿¿friQ В.Л. Шаблов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Одной из фундаментальных проблем медицины является борьба с онкологическими заболеваниями. Терапия онкологических заболеваний помимо медикаментозного и хирургического вмешательства использует воздействие и ионизирующего излучения: электронов, протонов, а-частиц, а также гамма-излучения и нейтронов, которые при прохождении создают заряженные частицы. Во многих случаях облучение опухолей фотонами и электронами при лечении онкологических заболеваний оказывается малоэффективным. Доля таких пациентов по различным оценкам составляет от 10 до 30 % всех больных, которым показано использование нейтронного облучения.

В нейтронной терапии злокачественных новообразований используются как быстрые нейтроны с энергией от долей МэВ до нескольких МэВ (так называемая нейтрон-соударная терапия -НСТ), так и эпитепловые с энергией в диапазоне от нескольких эВ до десятков кэВ (нейгрон-захватная те-рапня-НЗТ).

Нейтрон-захватная терапия опухолей представляет собой сложную, многокомпонентную медицинскую технологию, предъявляющую высокие требования к параметрам нейтронного пучка, используемого для облучения, в особенности к его спектральному распределению и интенсивности. В наибольшей степени этим требованиям удовлетворяют пучки нейтронов, выведенные из активной зоны ядерного реактора.

Энерпш нейтронов, выведенных из активной зоны ядерного реактора, находятся в очень широком интервале - от долей МэВ до нескольких МэВ. Энергетический спектр нейтронов в пучке возможно изменять с помощью специальных фильтров и замедлителей, например, повышать среднюю энергию, убирая низкоэнергетическую компоненту (для НСТ) или оставлять эпитепловые нейтроны (для НЗТ). К числу преимуществ реакторных нейтронов для лучевой терапии по сравнению с другими источниками нейтронов относятся: высокая энергетическая и пространственно-временная стабильность нейтронных пучков; большие геометрические сечения пучков и равномерность потока по сечению; близкое к мононаправленному распространение нейтронов.

Широкомасштабное внедрение нейтронной терапии в клиническую практику онкологических диспансеров и радиологических центров страны в настоящее время полностью зависит от комплектования этих медицинских учреждений интенсивными источниками нейтронов, поэтому разработка малогабаритных ядерных реакторов, ориентированных на генерацию нейтронов для лучевой терапии, представляется актуальной задачей.

Цели настоящей работы:

- нахождение оптимальной геометрии и состава активной зоны специализированной нейтрон-терапевтической реакторной установки, предна-

значенной для размещения на площадке клиники с пучками нейтронов для нейтрон-захватной и нейтрон-соударной терапии и удовлетворяющей сформулированным экологическим нормам и требованиям но безопасности;

- нахождение оптимального состава фильтра и условий коллимации нейтронного пучка для получения наилучшего терапевтического выигрыша;

- создание программы для нахождения наилучшего сценария облучения пациента при заданном расположении опухоли и ее размерах с целью получения максимального терапевтического выигрыша;

Для достижения поставленных целей решены следующие задачи:

- исследован ряд компоновок и топливных композиций состава активной зоны реактора;

- оптимизирован состав и геометрия активной зоны реактора и определены ее характеристики;

- обоснованы расположение и эффективность системы СУЗ;

- оптимизированы система фильтров реакторной установки «МАРС», позволившая получить наилучшие показатели пучка нейтронов;

- создана программа выбора сценария облучения пациента для достижения наибольшего терапевтического выигрыша.

Личным вкладом соискателя в представленную работу является:

- проведение расчетных исследований и их анализ для нахождения оптимальных нейтронно-физических характеристик активной зоны медицинского реактора и подборе системы фильтров выводного нейтронного пучка для достижения максимального терапевтического эффекта;

- разработка оптимизационной программы для нахождения алгоритма облучения пациента с минимальным облучением здоровых тканей.

На защиту выносятся:

- выбор топливной композиции (на основе 242шАт и 235и) и геометрии для медицинского реактора расположенного в клинике;

- оптимизированные нейтронно-физические характеристики специализированного реактора для нейтронной терапии;

- оптимизированные нейтронно-физические характеристики выходного пучка нейтронов;

- расчетная программа по нахождению режима облучения при НЗТ с условием получения наибольшего терапевтического выигрыша.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- рассчитаны, обоснованы и оптимизированы нейтронно-физические характеристики специализированного реактора для нейтронной терапии;

- на основе оптимизации состава фильтра получены параметры пучка, лучшие среди известных и проектируемых реакторных установок;

- разработано программное обеспечение для оптимизации сценария облучения пациента.

Обоснованность и достоверность полученных результатов работы подтверждается использованием различных методов и кодов (MCNP и ORIGEN) и хорошим согласием с расчетными данными, полученными другими авторами.

Практическая значимость диссертационной работы состоит в том, что предложены и обоснованы геометрия и состав активной зоны безопасного специализированного медицинского реактора, который может быть расположен непосредственно на территории онкологического центра.

Система фильтров реактора оптимизирована с целью получения максимального терапевтического эффекта.

Апробация работы

Ниже перечислены международные, всероссийские и отраслевые конференции и семинары, на которых представлялись материалы диссертационной работы.

- IX Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2005 г.

- II Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине», Троицк, 2006 г.

- VI Международная конференция «Ядерная и радиационная физика», Алматы, Казахстан, 2007 г.

- X Международная конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007 г.

- Ш Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине», Троицк, 2008 г.

- VTI Международная конференция «Ядерная и радиационная физика», Алматы, Казахстан, 2009 г.

Публикации. Основное содержание диссертации изложено в трёх статьях и восьми публикациях в сборниках тезисов докладов и трудах конференций.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка литературы и приложения, содержит 106 страниц, 43 рисунка, 51 таблицу, список литературы из 76 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, ее научная и практическая значимость, сформулированы основные положения, выносимые на защиту, обозначен личный вклад автора. Дано краткое содержание работы и ее место в данном направлении исследований.

Систематизированы требования, предъявляемые к реакторам - источникам нейтронов для нейтронной терапии при расположении их на территории онкологического центра:

- реактор должен быть безопасным, что может быть достигнуто, в частности, за счет минимального оперативного запаса реактивности и минимальных изменений технологических параметров на всех стадиях его эксплуатации;

- экологические требования к реакторной установке формулируются как минимальное количество радиоактивных отходов (отработавшего топлива и радиоактивных материалов) на один нейтрон в терапевтическом пучке, в частности этому способствует старт-стопный режим работы реактора и минимально возможная мощность реактора;

- специализированный медицинский реактор должен быть достаточно универсальным, поскольку требования к характеристикам нейтронного пучка при разных вариантах нейтронной терапии могут заметно отличаться;

- нейтронные пучки должны обладать такими свойствами, чтобы обеспечить максимальный терапевтический эффект, который определяется отношением дозы облучения опухоли к дозе облучения здоровой ткани.

В главе 1 сделан обзор реакторов, используемых в качестве источников нейтронов для нейтрон-захватной терапии.

Основной особенностью существующих реакторных установок, используемых для нейтронной терапии, при всем их многообразии является то, что это многоцелевые исследовательские реакторы большой мощности, где медицинское применение является только одной из возможных функций. Качество пучков определяется теми или иными техническим характеристиками собственно реакторной установки. Реакторы малой мощности, перечисленные в обзоре, имеют либо большое обогащение (ограничения МАГАТЭ по использованию), либо большую мощность.

Во вводной части приводилось одно из существенных требований, которое связано с безопасностью реактора, вернее с последствиями самой большой аварией - минимально возможная мощность реактора при заданной плотности потока нейтронов в месте расположения пациента. Оказалось, что для реакторов с мощностью ниже 300 кВт отношение плотности потока к мощности реактора (ФАУ) в лучшем случае равно 1,6.105 н/(см2-с-Вт). Поэтому в дальнейшем было стремление в разрабатываемом проекте получить близкую к этой наибольшей величине показатель.

В главе 2 приведены результаты расчетных исследований по определению ряда характеристик реакторов с максимальной утечкой нейтронов для различных топливных композиций на основе 235и и 242шАт.

Активная зона с пластинчатыми твэлами

За основу взята модель реактора, показанная на рис.1. Активная зона окружена отражателем из оксида бериллия с одним открытым торцом для утечки нейтронов, на котором расположена система фильтров со следующими толщинами и материалами: 40 см - А1203,10 см - РЬР2 и 0,5 см - 1лР,

Активная зона

ВеО

Свинцовая вставка

Рис. 1. Модель специального медицинского реактора

Активная зона представляет собой цилиндр диаметром 22 см и высотой 7,3 см, в котором расположены 11 пластин - дисков с жидким топливом на основе А1п2(50,|)з (рис. 2). В качестве теплоносителя используется обычная вода

топливо заполнение

теплоноситель НаО

топливо удаление

топлибо-

С:

___

теплоноситель Выход Н*0

Рис. 2. Модель активной зоны специального медицинского реактора

Недостатком применения жидкого топлива является его выход в теплоноситель при возможной разгерметизации топливных пластин. Кроме того, получение высокого обогащения изотопа 242тАш, принятое в расчетах, вряд ли целесообразно из-за технологически сложной процедуры. Наконец, имеет смысл сопоставить характеристики америциевого топлива с более технологичными вариантами уранового топлива.

С учетом высказанных соображений, рассмотрены следующие топливные композиции:

— металлический америций с 90% обогащением по на пластины из гидрида циркония;

242т

Ат, напыленный

— металлический америций, напыленный на пластины из гидрида циркония, с 14,3 % обогащением по 212тАш (такое обогащение может бьггь получено на специальном облучательном устройстве в реакторе БН-600);

— уран в матрице из гидрида циркония с 20 % обогащением по 235U;

— диоксид урана с 20 % обогащением по 235U.

Во всех вариантах топливо представлялось в виде пластин-дисков. Для каждого вида топлива подбирались оптимальные параметры активной зоны реактора - количество топливных пластин, толщина и расстояние между пластинами, чтобы достичь максимальной плотности потока на поверхности фильтра. Все плотности потока нормировались на мощность 10 кВт, при этом погрешность в оценках плотности потока составляла до 10 % в максимально удаленной точке от активной зоны - за фильтром LiF. Расчеты выгорания топлива проводились с учетом работы реактора в старт-стопном режиме (400 часов в течение года).

Результаты расчетов приведены в табл. 1.

Параметры твердотопливного состава активной зоны с америцием отличаются в худшую сторону от жидко-солевого варианта. Однако использование твердого топлива дает возможность избавиться от двух существенных недостатков жидко-солевой композиции активной зоны.

Во-первых, жидко-солевая композиция активной зоны имеет на один барьер безопасности меньше по сравнению с твердотопливной композицией. Действительно, при разгерметизации твэлов с жидко-солевым раствором топливо попадает в контур теплоносителя.

Во-вторых, реактор с жидко-солевой композицией для достижения очень хороших показателей требует концентрации соли Am2(S04)3, близкой к предельному значению растворимости данной соли в воде. Следовало бы уменьшить концентрацию соли америция в растворе и увеличить размеры активной зоны, что приведет к уменьшению отношения плотности потока нейтронов в пучке к критической массе америция.

Сравнение твердотопливного состава активной зоны с америцием и ураном в гидрид циркониевой матрице показывает преимущество уранового топлива по следующим параметрам:

- запас реактивности для уранового реактора на выгорание топлива оказывается в 20 раз меньше, что очевидно связано с большей загрузкой в урановом варианте и потерей 242mAm в результате радиоактивного распада;

- радиоактивность топлива в активной зоне в случае использования в качестве топлива америция намного больше, чем при использовании уранового топлива. В начале кампании (свежее топливо) радиоактивность амери-циевого топлива с наиболее приемлемым обогащением (14,3 %) составляет около 1500 Ки и превышает радиоактивность уранового топлива почти в 150 тысяч раз, аналогичное превышение для облученного топлива составляет почти 50 раз. По параметрам безопасности реактор с амершщевым топливом не выдерживает конкуренции.

Таблица 1

Характеристики специального медицинского реактора с различными топливными композициями

Тип топлива Ат2(804)3 Жидко- 90% 242гаАт 14,3% ио2 235и 20% и+2гН18 235и 20%

солевой твердот. твердот. твердот. твердот.

Диаметр активной зоны, см 22,0 25,0 35,0 30,0 31,0

Высота активной зоны, см 7,3 7,0 11,25 9,0 9,80

Критическая масса Лш/и, г 19,2 23,2 400,5 14260 4100

Плотность потока нейтронов в активной зоне, н/(см~-с) 5,8-1012 5,0-1012 2,0-Ю12 2,3-Ю12 2,0-1012

Плотность потока

нейтронов на поверхности фильтра 1лР, н/(см2-с) 8,2-109 5,2-Ю9 7,2-109 5,6-109 4,6-109

Плотность потока

эшггепловых нейтронов на поверхности фильтра 1лР, п/(см2-с) 6,5-109 3,8-10® 5,6-Ю9 4,1-109 3,6-109

Коэффициент Доплера, Дк/к-1/К -1,8 -од -0,2 -2,1 -10,8

Температурный коэффициент теплоносителя, Ак/к • 1/К -6,0 -14,1 -3,5 -14,0 -7,2

Плотностной коэффициент, Дк/к /% -240,2 -805,1 -622,7 -780,2 -243,2

Выгорание по массе, г 3,25 243тАт 3,18 242шАт 5,0 242шАт 2,0 235и 2,2 235и

Полный запас реактивности, % Дк/к 5 6 4 0,2 0,3

Радиоактивность (начало компании), Ки 186 211 1490 0,01 0,006

Радиоактивность(конец компании), Ки 450 560 2500 63 • 63

ФЛУ, н/(см2-с-Вт)-105 6,5 3,8 5,6 4,1 3,6

Сравнение двух вариантов с урановым топливом позволяет сделать вывод о том, что реактор с топливом в виде диоксида урана имеет незначительное преимущество по отношению Ф/\У.

Масса топлива в виде металлического урана в матрице гидрвда циркония почти в 3,5 раза меньше, чем в случае топлива в виде диоксида урана. Правда, данное преимущество не имеет существенного значения, поскольку в этих случаях реактор с диоксидом урана и с гидридом циркония имеют близкие значения необходимых запасов реактивности и радиоактивности отработавшего топлива.

Рассмотренная конструкция топливных элементов является инновационной, не имеющей пока проработанных аналогов. Поэтому было решено рассмотреть стержневые твэлы кис с уран-гидрид-цирконием, так и с диоксидом урана.

Урановые топливные композиции с цилиндрическими гаэлами

Как наиболее апробированные на практике и экономически привлекательные, рассматривались цилиндрические твэлы с металлическим ураном и диоксидом урана. Возможны два варианта расположения твэлов в активной зоне - вертикальное и горизонтальное.

На рис. 3 показана модель активной зоны реактора с вертикальным расположением твэлов. В расчётах использовались твэлы со следующими характеристиками: в центре твэлов размещён замедлитель ZrH, 85, а снаружи находится слой U-Zr-Nb топлива (обогащение по a5U 20 %), оболочка твэла -алюминиевый сплав САВ-2, внешний диаметр твэла - 0,84 см, высота -11 см.

Пример активной зоны с горизонтальным расположением твэлов показан на рис. 4. В этом случае активная зона состоит из пяти TBC, в каждой из которых содержится 63 твэла в квадратной решетке, полное количество твэлов составляет 315 штук

Рис. 3. Модель активной зоны с вертикальным расположением стержневых тголов (размеры даны в мм)

Рис. 4. Модель активной зоны с горизонтальным расположением стержневых твэлов (размеры даны в мм)

При горизонтальном расположении топливных стержней в активной зоне рассматривались два типа твэлов:

1) твэлы с металлическим ураном и гидридом циркония в центре;

2) укороченный твэл реактора БН-600.

Для всех описанных вариантов были проведены оптимизационные расчеты для получения критических параметров с максимальной плотностью потока элите пловых нейтронов на выходе из фильтра В табл. 2 приведены результаты оптимизации для каждого случая в сравнении с наилучшим вариантом расположения твэлов в виде пластин (иОг).

Как следует из таблицы, все характеристики реакторов с различным типом твэлов близки друг к другу, но вариант с вертикальным расположением твэлов по плотности потока эпигепловых нейтронов выглядит более привлекательным. Однако технологически трудно сделать твэлы такого малой длины (11 см) и разместить их в тесной решетке.

Проведенные исследования дают возможность сделать следующие выводы. Урановое топливо имеет неоспоримое преимущество по требованиям безопасности. Преимущество топлива на основе америция или ^и, связанное с отношением плотности потока в месте расположения пациента к мощности реактора не является существенным, когда рассматриваются вопросы безопасности реактора, расположенного в клинике.

Кроме того, большой опыт изготовления твэлов на основе диоксида урана делает установку более дешевой и технологичной по сравнению с амери-циевым вариантом.

Таблица 2

Характеристики медицинского реактора с цилиндрическими и пластинчатыми твэлами

Тип топлива ио2 пластины и-Хг-ЫЪ твэлы вертик. и-гг-иь твэлы горизонт. ио2 твэлы БН-600 горизонт.

Внешние размеры активной зоны, см 030x9 036x11 35,4x41,4x9,4 42,2x40,0x8,4

Критическая масса, кг 16,2 15,0 23,3 19,8

Количество твэлов 9 649 315 245

Шаг решетки, см - 1,3 1,0 1,2

Плотность потока нейтронов в активной зоне, н/(см2-с) 2,3-1012 1,5-1012 1,5-1012 1,2-Ю12

Плотность потока нейтронов па поверхности фильтра ЫР, н/(см2-с) 5,6-109 1,5-Ю10 1,9-109 4,МО9

Плотность штока эпи-тепловых нейтронов па поверхности фильтра н/(см3-с) 4,МО9 1,1-10'° 1,6-10' 3,3-109

Коэффициент Доплера, Дк/Ы/К -2,1-Ю'5 -2.0-10"5 - -1,2-Ю"5

Температурный коэффициент теплоносителя, Дк/Ы/К. -1,4-10-4 - - -1,3-10-4

ФА*/, н/(см2-с-Вт)-105 4,1 11 1,6 3,3

Активная зона реакторной установки «МАРС»

В связи с изложенным, наиболее перспективный вариант - это реактор с топливом в виде диоксида урана и обогащением по ^^ не выше 20%. Именно этот вариант использован при разработке специализированного медицинского реактора «МАРС».

Модель активной зоны специализированного медицинского реактора представлена на рис. 5. Активная зона состоит из 8 кассет, в каждой из которых размещено 50 твэлов. Прототип конструкции твэл является укороченный твэл реактора БН-600 длина топлива в твэл 36 см, полная длина твэл 42,2 см. Корпус активной зоны и оболочки твэлов выполнены из нержавеющей стали.

Замедлителем и теплоносителем является вода Параметры активной зоны представлены в табл. 3.

Рис. 5. Модель активной зоны реактора

Таблица 3

Характеристики активной зоны реактора

Характеристика Значение

Топливо ио2

Обогащение, % по 235U 17

Загрузка, кг 37,5 (UCb)

Замедлитель н2о

Активная зона, В х LH х Т, мм 422 х 481 х 120

Количество TBC, шт. 8

Количество твэлов в TBC, шт. 50

Твэл Внешний диаметр, мм 6,9

Толщина оболочки, мм 0,4

Шаг решетки, мм 12

Для специализированного реактора сделаны вариантные расчеты эффективности стержней системы управления и защиты (СУЗ) реактора. С учетом требований ядерной безопасности выбран следующий вариант расположения каналов СУЗ в четырех TBC через одну. В TBC каналы СУЗ расположены посередине, замещая твэл. На рис. 6 и 7 показаны размеры канала СУЗ и поглощающего стержня в канале.

Рис. 6. Расположение каналов органов СУЗ в активной зоне реактора

Рис. 7. Стержень СУЗ в канале активной зоны

Оказалось, что для данного реактора необходимо использовать поглощающие стержни различного диаметра. Полученные характеристики стержней СУЗ приведены в табл. 4.

Таблица 4

Характеристики стержней СУЗ

№ стержня Диаметр поглощающего Вносимая

в активной зоне материала стержня, мм реактивность, %

1 18,2 -1,4

2 11,2 -1,9

3 11,2 -1,6

4 7,4 -0,3

Результаты расчетов выбранной конфигурации стержней СУЗ удовлетворяют требованиям ядерной безопасности:

— суммарная эффективность стержней более 5 %, что соответствует требованиям ПБЯ о подкритичности реактора при длительном останове;

— эффективность стержней 2 и 4 обеспечивает подкритичность реактора на уровне 2 % при взведенных стержнях аварийной защиты;

— эффективность стержня номер 4 обеспечивает оперативный запас реактивности при выводе реактора на мощность и компенсацию потери реактивности на выгорание.

Проведенные расчетные исследования нейтронно-физических характеристик активных зон медицинского реактора с различными топливными композициями, содержащими америций и уран, позволили сделать следующие выводы:

1. Отношение Ф/W для всех рассмотренных вариантов при одном и том же фильтре нейтронов лежит в пределах от 4-Ю5 до 6-105 н/(см2-сВт), что в несколько раз больше наилучшего значения, приведенного для реактора TAPIRO.

2. Облученное америциевое топливо имеет как минимум в 10 раз большую радиоактивность в сравнении с урановым топливом.

3. Запас реактивности реактора с америциевым топливом больше аналогичного с урановым, как минимум в 10 раз.

4. Полученные результаты позволили сделать однозначный вывод в пользу уранового топлива.

Исследованы урановые композиции топлива с вертикальным и горизонтальным расположением твэл. Принимая во внимание сложность конструкции с вертикальным расположением твэл, сделан выбор геометрии активной зоны в виде параллелепипеда с горизонтальным расположением твэл с диоксидом урана. Выбранный вариант активной зоны использован в предэс-кизном проекте реакторе «МАРС».

Для выбранного варианта установки «МАРС» рассчитаны запас реактивности, коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя, определена чувствительность эффективного коэффициента размножения к геометрии и составу отражателя, определены эффекты реактивности при извлечении твэл из активной зоны и при сливе воды из активной зоны, выполнено расчетное обоснование типа и количества органов СУЗ реактора.

Терапевтический выигрыш при нейтрон-захватной терапии для пучка реактора «МАРС» рассмотрен в главе 3.

В нейтронной терапии качество лечения, связанное с отношением вред/польза определяют терапевтическим выигрышем (ТС), который определяют отношением дозы, полученной в опухоли к максимальной локальной дозе в здоровой ткани. Известны три способа влияния на это отношение. Первый - это суть нейгрон-захватной терапии, заключающийся в том, что в организм (опухоль) внедряются поглотители нейтронов, в которых происходит реакция с испусканием заряженных частиц. Одним из распространенных поглотителей нейтронов является бор-10.

При существующих технологиях введения бора в организм человека через кровеносную систему происходит его распространение по всему телу человека. К счастью, в силу биологических особенностей, в опухоли концентрация бора оказывается примерно втрое выше, чем в здоровых тканях. Именно на этом эффекте (различие концентраций) основана бор-нейтронно-захватная терапия. При одинаковых плотностях потоков нейтронов доза в опухоли будет выше дозы в здоровой ткшш.

Этот путь увеличения терапевтического выигрыша состоит в достижении более высоких концентраций поглотителя в опухоли и снижения концентрации поглотителя в здоровой ткани. Этот путь не рассматривается в настоящей работе. Это область химико-биологических исследований.

Второй путь заключается в формировании спектра нейтронов, от вида которого зависит терапевтический выигрыш; как оказывается, спектр нейтронов на входе в тело пациента существенно влияет на терапевтический выигрыш.

Оптимизация системы фильтров для реактора «МАРС» Для определения наилучшего спектра нейтронов необходимо исследовать распределение поглощенной дозы в зависимости от глубины в фантоме. На рис. 8 и рис. 9 показаны примеры расчетов для расположения опухолей на глубине 4 см и 8 см.

200.0 I 180.0

I 160.0

I 140.0 >5 120.0 | 100.0 ч 80.0 | 60.0 | 40.0 ^ 20.0 0.0

О 2 4 6 8 10 12 14

Глубина в фантоме, см Рис. 8. Распределение мощности поглощенной дозы в фашоме при залегашш опухоли на глубине 4 см

Как видно из графика при залегании опухоли на глубине 4 см в фантоме мощность поглощенной дозы в опухоли значительно превосходит максимальную мощность поглощенной дозы здоровой ткани, однако это отношение уменьшается по мере увеличения глубины залегания опухоли.

Другая ситуация при расположении опухоли на глубине 8 см. В этом случае отношение мощностей доз близко к единице. В таком случае необходимо стремиться к повышению эффективности пучка нейтронов путем подбора других фильтров.

90.0

I 80.0

1 70.0 £ 60.0 'Е 50.0

I 40.0 $ 30 0

1 20 0

2 10.0

0.0

О 2 4 6 а 10 12 14

Глубина в фантоме, см Рис. 9. Распределение мощности поглощенной дозы в фантоме при залегашш опухоли на глубине 8 см

--А

-Р

:=Р

и-

_

/ ^

л.

Далее были рассмотрены различные комбинации филыров, в которых изменялись составы и размеры составляющих фильтров. В расчетах определяли терапевтическую выгоду для двух глубин расположения опухоли (4 см и 8 см). В табл. 5 приводятся несколько комбинаций различных материалов фильтров нейтронного пучка реактора «МАРС».

Таблица 5

Терапевтический выигрыш и плотность потока нейтронов для двух

глубин залегания опухоли в фантоме

№ Фильтр TG Д Гр/с TG Ф, н/см2/с

4см 8 см

1 MgF2 (10 см) A1F3 (10 см) 1,40 0,073 0,74 1,1*10'°

2 MgF2 (10 см) A1F3 (20 см) 1,72 0,106 0,66 9,3* 109

3 MgF2 (10 см) A1F3 (30 см) 1,98 0,066 1,02 4,3* Ю9

4 MgF2 (10 см) A1F3 (30 см) PbF2 (10 см) 1,93 0,029 0,93 6,3* 109

5 А1203 (40 см) PbF2 (10 см) LiF (0,5 см) 2,41 0,013 1,06 3,3* 109

б MgF2 (40 см) PbF2 (10 см) LiF (0,5 см) 2,45 0,013 1,00 2,9* 109

7 MgF2 (10 см) A1F3 (30 см) PbF2 (10 см) LiF (0,5 см) 2,46 0,023 1,26 5,5* 109

8 MgF2 (10 см) A1F3 (40 см) 2,76 0,014 1,01 3,8* 109

Как видно из табл. 5, оптимальный вариант системы фильтров зависит от глубины расположения опухоли. Наибольшее значение терапевтического выигрыша при глубине расположеши опухоли 4 см достигается в варианте 8, который состоит го комбинации фторидов магния и алюминия. Но наибольший терапевтический выигрыш при расположеши опухоли на глубине 8 см оказался в варианте 7. Этот вариант также содержит фториды металлов, в т.ч. и металл, эффективно поглощающий тепловые нейтроны. Данный состав фильтров выбран как основной для специализированного медицинского реактора «МАРС».

Сравнение характеристик пучка реактора «МАРС» с пулами других реакторов

После оптимизации всех параметров сделано сравнение параметров пучка реактора «МАРС» с пучками других реакторов по следующим характеристикам:

— плотность потока эпитепловых нейтронов;

— предельная глубина выигрыша AD (Advantage Deplli) - глубина х в ткани, на которой доза в опухоли становится равной максимальной дозе в

ткаш1(1)_(х) = ДГ:);

— интегральный терапевтический выигрыш AR (Advantage Ratio). AR -интеграл по глубине мозга или другого органа:

AV

AR = f

AD D fx)

опухоли ^ ' ^J^ О ^шшт

Этот критерий характеризует пучок с точки зрения интеграла «повреждающей» дозы на здоровую ткань: чем больше величина AR, тем (при прочих равных условиях) меньшую дозу получит здоровая ткань;

— мощность дозы в опухоли на предельной глубже, когда терапевтический выигрыш равен единице - ADDR (Advantage Depth Dose R.ate) -Donyxo™(AD). Это «клинический» критерий, определяющий время необходимой экспозиции. Чем больше ADDR, тем меньше это время.

Результаты сравнения характеристик пучков реакторов представлены в табл. 6.

По данным табл. 6 видно, что характеристики пучка реактора «МАРС» вполне конкурентно способны. В частности, характеристики AD и AR близки друг к другу и находятся в пределах погрешности. По параметру ADDR есть большой проигрыш по сравнению с этой характеристикой реактора MIT, однако это может быть скомпенсировано большим временем облучения. По отношению плотности потока эгаггепловых нейтронов к мощности реактора установка «МАРС» практически не уступает реактору ТАРГО.О. Преимущество проектируемого реактора в том, что он максимально отвечает требованиям по размещению реактора в клинике (минимальный запас реактивности и малая радиоактивность топлива).

Таблица 6

Характеристики реактора «МАРС» по сравнению с другими реакторами

Реактор MIT США Espoo Финлян. HFR Нидерл. TAPIRO Италия МАРС НЭУ" ВВРц

Мощность, МВт 5 0,25 45 0,005 0,010 10

Обогащение по 235и, % - 20 Менее 20 93,5 17 36

Материалы коллимационной системы DA Al, S, Cd Fl** Al, S, Ti, Cd, Ar A1F3, Pb, Ni и др. Fl" MgF2 LiF PbF2 Pb Fl" A1203 6lí2co3 Pb, Bi

ФеЫ, 10У н/(см'-с) 4,2 1,1 0,33 0,8 1,5 2,4

Jm/Феп, 0,84 0,69 0,77 0,70

AD, см 9,3 9,0 9,7 9,7 8,8 8,9

AR, см 6 5,8 5,4 - 5,5 5,5

ADDR, сГр/мин 172 45 19 25 35 76

Ф/W, HAW-c-BT) 8,4 102 4,4-10J 7,3 1,6-10* U-IO5 2,4-10¿

* - Ниша экспериментальных устройств ** - Флюенталь (70 % A1F3 + 30 % А1)

На рис. 10 представлен терапевтический выигрыш в зависимости от глубины в фантоме для реактора «МАРС» и НЭУ ВВРц в сопоставлении с данной характеристикой для эталонного пучка реактора MIT.

g

§

i> н

Глубина, eu

Рис. 10. Терапевтический выигрыш в зависимости от глубины в фантоме

По графику рис. 10 можно заметить, что терапевтический выигрыш для реактора «МАРС» лишь слегка уступает реактору MIT и чуть больше реактора ВВРц.

Оптимизация сценария облучения нацнента

Величина дозы, которую необходимо набрать в опухоли, составляет порядка 60 Гр, а максимальная нагрузка на здоровую ткань - 12,5 Гр, что существенно затрудняет лечение, особенно для глубоко расположенной опухоли (более 4 см), когда терапевтический выигрыш чуть превышает единицу. Так, например, при залегании опухоли на 8 см, где терапевтический выигрыш для оптимизированного нейтронного фильтра (см. таблицу 6) равен 1,26, доза, полученная здоровой тканью, составила бы 47 Гр. Таким образом, по-видимому, необходимо облучать пациента с различных направлений. Аналогичная ситуация по нахождению максимальной дозы в опухоли при минимальной дозе в здоровой ткани возникает при нейтрон-содарной терапии. Эффективное решение этой задачи возможно только в случае, когда диаметр пучка сопоставим с размерами опухоли. Возникает задача, каким образом выбрать диаметр пучка нейтронов, последующие направления пучка относительно опухоли, сколько направлений понадобиться сделать, чтобы набрать необходимую дозу в опухоли, при выполнении следующих требований:

- необходимая доза в опухоли - 60 Гр-экв.;

- ограничения по дозе в здоровой ткани - 12,5 Гр-экв.;

- максимальное время облучения - менее одного часа;

- минимальное время облучения - не менее пяти мин;

- количество сеансов менее 10.

Для решения этих задач был создан программный комплекс, состоящий из следующих блоков: блока входных данных, библиотеки поглощенных доз, расчетный блока и блока выходных данных.

В блоке входных данных задаются такие параметры, как положение опухоли, ее размер; положение органов повышенной чувствительности (см. рис. 11), имеющие свои индивидуальные ограничения по поглощенным дозам и концентрациям 1иВ в опухоли и в здоровой ткани; диаметр пучка нейтронов.

Расчетный блок определяет направления пучка с учетом ограничений заданных в блоке входных данных. При этом использовалась заранее рассчитанная библиотека дозовых характеристик, а именно: мощность полной поглощенной дозы и ее компонент (Ов, В!ч< и Оп) рассчитанных с помощью программы МСИР для разных диаметров пучка, различных расстояний от точки входа и от оси пучка. При этом [¡учо к нейтронов имел спектральное распределение такое же, как и в пучке реактора «МАРС».

Рис. 11. Задание положения опухоли и чувствительных органов

Выходными данными являются количество направлений и диаметр пучков. Распределения поглощенных доз в фантоме, как полной, так и ее компонент для каждого из полученных направлений.

На рис. 12 показан пример полученного в результате работы данного комплекса распределения общей поглощенной дозы в фантоме.

В рассматриваемом примере была поставлена задача - для заданного положения опухоли и концентрации бора-10 в опухоли и здоровой ткани в 45 мкг/г и 15 мкг/г необходимо набрать дозу в 60 Гр. Оказалось что для набора необходимой дозы в опухоли необходимо два направления пучка, т.е. два сеанса, время облучения для каждого сеанса - 50 и 55 мин соответственно.

Таким образом, с помощью данного программного комплекса для каждого конкретного случая в медицинском центре может быть определен оптимальный сценарий облучения пациента.

Рис. 12. Пример распределения поглощенной дозы в фантоме для двух направлений пучка

Показано, что за счет варьирования состава и толщины фильтров нейтронного пучка можно найти наилучшее значение терапевтического выигрыша. При проектировании источников нейтронов имеет смысл предусмотреть возможность смены фильтров пучков для конкретных глубин залегания опухоли.

В принципе, для глубоко расположенных опухолей невозможно удовлетворить требованиям по максимальной допустимой дозе для здоровой ткани, в таких случаях необходимо облучать с разных сторон.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Найдена оптимальная компоновка геометрии и состава активной зоны реактора, удовлетворяющая требованиям, предъявляемым к реакторам при размещении на площадке клиники (запас реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов, что исключает разгон на мгновенных нейтронах и минимальная радиоактивность топлива, которая достигается за счет малой мощности установки и старт-стопным режимом работы).

2. Для выбранного варианта установки «МАРС» рассчитаны запас реактивности, коэффициенты реактивности, определена чувствительность эффективного коэффициента размножения к геометрии и составу отражателя, определены эффекты реактивности при извлечении твэл из активной зоны и при сливе воды из активной зоны, выполнено расчетное обоснование типа и количества органов СУЗ реактора.

3. Найдены и обоснованы оптимальные составы фильтров и условия коллимации нейтронного пучка для получения наилучшего терапевтического выигрыша. Показано, что за счет варьирования состава и толщины фильтров нейтронного пучка можно найти наилучшее значение терапевтического выигрыша. При проектировании источников нейтронов имеет смысл предусмотреть возможность сменные фильтры пучков для конкретных глубин залегания опухоли.

4. Создан программный комплекс для нахождения наилучшего сценария облучения пациента при заданном расположении опухоли и ее размерах с целью получения наибольшего терапевтического выигрыша, с помощью которого можно находить оптимальный сценарий облучения за счет вариации диаметра пучка и его направления.

Основные публикации по теме работы

1. Левченко В.А. Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор «МАРС» / В.А. Левченко, И.П. Балакин, В.А. Белугин, С.Л. Дорохович, Ю.А. Казанский, Ю.А. Кураченко, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич, И. Ронен, А.А. Уваров, Ю.С. Юрьев // Известия вузов. Ядерная энергетика - 2003. - № 3. С.72-82.

2. Левченко В. А. Нейтронно-физические и технические характеристики медицинского реактора для нейтронной терапии / В.А. Левченко, В.А. Белугин, Ю.А. Казанский, Ю.А. Кураченко, Е.С. Матусевич, А.В. Левченко // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. IX международной конференции. Обнинск, 24-28 октября 2005 г., Обнинск: ИАТЭ, 2005. - Ч. 1 -С.78-79.

3. Левченко В.А. Источник нейтронов для нейтрон-захватной терапии / В. А. Левченко, В.А. Белугин, Ю.А. Казанский, Ю.А. Кураченко, Е.С. Матусевич, Ю.С. Юрьев, А.В. Левченко // Альманах клинической медицины. T. XII. II Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине» - М.: МОНИКИ.-2006., С.87.

4. Кураченко Ю.А. Критерии качества реакторных пучков для нейтрон-захватной терапии / Ю.А Кураченко, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич // Альманах клинической медицины. T. XVII. Ш Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине» - М.: МОНИКИ.-2008., С.329-333.

5. Левченко А.В. Оценка эффективности фильтрации нейтронных пучков для нейтронной терапии I А.В. Левченко, Ю.А. Казанский II Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. IX Международной конференции, Обнинск, 24-28 октября 2005 г. -Обнинск: ИАТЭ, 2005.- С.80.

6. Казанский Ю.А. Состав и конфигурация фильтров источника нейтронов для нейтрон-захватной терапии / Ю.А. Казанский, Ю.А. Кураченко, А.В. Левченко. // Альманах клинической медицины. T. XII. II Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине» (16-19 мая 2006г.).- М.: МОНИКИ.-2006., С.82.

7. Кураченко Ю.А. Вывод нейтронных пучков и защита медицинского реактора «МАРС» / Ю.А. Кураченко, Ю.А. Казанский, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич. // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2006. - № 4. - С. 36-48.

8. Kurachenko Yu.A. Beam's removing block for the "MARS" médical reactor / Yu.A. Kurachenko, YuA. Kazansky, A.V. Levclienko, Eu.S. Matusevich H 6th International conférence Nuclear and radiation physics. - Almaly, Kazakhstan, 2007. Abstracts, p.574.

9. Кураченко Ю.А. Реактор «МАРС» для нейтрон-захватной терапии / Ю.А. Кураченко, Ю.А. Казанский, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. X Между народной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2007 г. -Обнинск: ИАТЭ, 2007. С.43-44.

10.Kurachenko Yu.A. Dose Optimization in Neutron Capture Therapy / Yu.A. Kurachenko, A.V. Levchenko // 7th International conference Nuclear and radiation physics. September 8-11, 2009, Almaty, Kazakhstan. Abstracts, pp.260-261.

П.Левченко А. В. Выбор топливной композиции для специализированного медицинского реактора / А.В. Левченко, В.А. Баршевцев, Ю.А. Казанский // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2009. - № 3. - С. 113-120.

Компьютерная верстка А.В. Левченко

ЛР№ 020713 от 27.04.1998

Подписано к печати < О. И, 0 6. Формат бумаги 60x84/16

Печать ризограф. Заказ № 2. Бумага MB Тираж 100 экз. Псч. л. 1,25 Цена договорная

Отдел множительной техники ИАТЭ 249035, г. Обнинск, Студгородок, 1

Введение.

Глава 1. Реакторы - источники нейтронов для лучевой терапии.

1.1 Нейтрон-захватная и нейтрон-соударная терапия.

1.2 Существующие источники нейтронов.

1.2.1 Реакторы для нейтронной терапии.

1.3 Характеристики реакторов мощностью ниже 300 кВт.

1.3.1 Реактор TAPIRO.

1.3.2 Специальный медицинский реактор.

1.3.3 Специальный медицинский жидко-топливный реактор.

1.3.4 Реактор TRIGA.

1.3.5 Реактор SLOWPOKE-2.

Выводы к главе 1.

Глава 2. Выбор и оптимизация параметров активной зоны.

2.1 Вводные замечания.

2.2 Расчетные инструменты.

2.3 Активная зона медицинского реактора на основе америция.

2.3.1 Жидко-солевое топливо.

2.3.2 Твёрдое топливо с 90% обогащением.

2.3.3 Твёрдое топливо с 14,3% обогащением.

2.4 Активная зона медицинского реактора на основе урана.

2.4.1 Топливо на основе U-ZrHJ 8.

2.4.2 Топливо на основе IJOj.

2.5 Сравнение топливных композиций на основе америция и урана.

2.6 Активная зона с использованием стержневых твэлов.

2.6.1 Вертикальное расположение твэлов.

2.6.2 Горизонтальное расположение твэлов.

2.7 Сравнение топливных композиций на основе стержневых твэлов.

2.8 Активная зона реакторной установки «МАРС».

2.8.1 Нейтронно-физические характеристики реактора «МАРС».

2.8.2 Расчет эффективности стержней СУЗ.

2.8.3 Вес топливных стерэюней.

2.8.4 Расчет реактивности, вносимой при осушении активной зоны .75 Выводы к главе 2.

Глава 3. Терапевтический выигрыш при нейтрон-захватной терапии.

3.1 Пути увеличения значений терапевтического выигрыша.

3.2 Дозовые характеристики.

3.2.1 Дозы создаваемые нейтронами в клетках ткани.

3.2.2 Дозы создаваемые фотонами в клетках ткани.

3.2.3 Пути уменьшения доз гамма-излучения и быстрых нейтронов.

3.2.4 Качественные характеристики пучка.

3.3 Оптимизация системы фильтров для реактора «МАРС».

Расчетная модель.

Фильтры.

3.4 Сравнение характеристик пучка реактора «МАРС» с пучками других реакторов.

3.5 Оптимизация сценария облучения пациента.

Выводы к главе 3.

Одной из фундаментальных проблем медицины является борьба с онкологическими заболеваниями. Терапия онкологических заболеваний помимо медикаментозного и хирургического использует и воздействие ионизирующего излучения: электронами, протонами, а-частицами, а также гамма-излучением и нейтронами, которые при прохождении создают заряженные частицы. Во многих случаях облучение опухолей фотонами и электронами при лечении онкологических заболеваний оказывается мало эффективным. Доля таких пациентов по различным оценкам составляет от 10 до 30 % всех больных, которым показано использование нейтронного облучения.

В нейтронной терапии злокачественных новообразований используются как быстрые нейтроны с энергией от долей МэВ до десятков МэВ (так называемая нейтрон-соударная терапия — НСТ), так и эпитепловые с энергией в диапазоне от нескольких эВ до десятков кэВ (нейтрон-захватная терапия -НЗТ).

Одна из основных проблем, связанная с использованием нейтронного пучка, заключается в нахождении таких условий и режимов облучения, когда в опухоли создается доза на уровне 50-60 Гр, а в здоровых тканях локальная максимальная доза не превышает 10 Гр. Заметим, что аналогичная проблема существует и при использовании других видов ионизирующего облучения, и при медикаментозном лечении: любая терапия оказывает и вредное воздействие, и полезное. Медицина стремится причинять наименьший вред организму, т.е. минимизировать отношение вред/польза.

Нейтрон-захватная терапия опухолей представляет собой сложную, многокомпонентную медицинскую технологию, предъявляющую высокие требования к параметрам нейтронного пучка, используемого для облучения, в особенности к его интенсивности. В наибольшей степени этим требованиям удовлетворяют пучки нейтронов, выведенные из активной зоны ядерного реактора.

Энергии нейтронов, выведенных из активной зоны ядерного реактора, находятся в очень широком интервале: от долей эВ до нескольких МэВ. Энергетический спектр нейтронов в пучке возможно изменять с помощью специальных фильтров и замедлителей, например повышать среднюю энергию, убирая низкоэнергетическую компоненту (для НСТ) или оставлять эпитепловые нейтроны (для НЗТ). К числу преимуществ реакторных нейтронов для лучевой терапии по сравнению с другими источниками нейтронов относятся: высокая энергетическая и пространственно-временная стабильность нейтронных пучков; большие геометрические сечения пучков и равномерность потока по сечению; близкое к мононаправленному распространение нейтронов.

Широкомасштабное внедрение нейтронной терапии в клиническую практику онкологических диспансеров и радиологических центров страны в настоящее время полностью зависит от комплектования этих медицинских учреждений интенсивными источниками нейтронов, поэтому разработка малогабаритных ядерных реакторов, ориентированных на размещение в клинике с генерацией нейтронов для лучевой терапии, представляется актуальной задачей.

В работе [1,2] были наиболее четко сформулированы требования по размещению реактора непосредственно в клинике.

Реактор должен быть безопасным, что может быть достигнуто, в частности, за счет минимального оперативного запаса реактивности и минимальных изменений технологических параметров на всех стадиях его эксплуатации.

Экологические требования к реакторной установке формулируются как минимальное количество радиоактивных отходов (отработавшего топлива и радиоактивных материалов) на один нейтрон в терапевтическом пучке. В частности этому способствует старт-стопный режим работы реактора и минимально возможная мощность реактора.

Специализированный медицинский реактор должен быть достаточно универсальным, поскольку требования к характеристикам нейтронного пучка при разных вариантах нейтронной терапии могут заметно отличаться.

Нейтронные пучки должны обладать такими свойствами, чтобы обеспечить максимальный терапевтический эффект, который определяется отношением дозы облучения опухоли к дозе облучения здоровой ткани.

Цели настоящей работы: нахождение оптимальной компоновки, состава активной зоны и коллимационной системы специализированной нейтронно-терапевтической реакторной установки, предназначенной для размещения на площадке клиники с единственным назначением — создать пучок нейтронов для нейтрон-захватной и нейтрон-соударной терапии, и удовлетворяющей сформулированным требованиям по безопасности и экологии; нахождение оптимального состава фильтра и условий коллимации нейтронного пучка для получения наибольшего терапевтического выигрыша; создание программы для нахождения наилучшего сценария облучения пациента при заданном расположении опухоли и ее размерах с целью максимизации терапевтического выигрыша.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

- оптимизирован состав и геометрия активной зоны реактора и определены ее характеристики;

- обоснованы расположение и эффективность системы СУЗ;

- оптимизированы система фильтров и коллимационная система реакторной установки «МАРС», позволившие получить наилучшие качественные показатели пучка нейтронов;

- создана программа выбора сценария облучения пациента для достижения наибольшего терапевтического выигрыша.

Диссертация представлена в трех главах и заключении. В первой главе проанализированы реакторные установки, используемые для нейтронной терапии. Детально описаны реакторы, имеющие мощность до 300кВт, как более близкие к малым аппаратам, которые можно было бы разместить в клинике.

Основной особенностью существующих реакторных установок используемых для НЗТ, при всем их многообразии является то, что это многоцелевые исследовательские реакторы большой мощности. Где медицинское применение есть только одна из многих функций. Качество пучков определяется теми или иными техническими характеристиками собственно реакторной установки.

Во второй главе приведены результаты исследований, проведенных автором, по выбору и обоснованию геометрии активной зоны и ее составу. В главе последовательно изложены результаты и даны выводы по конечному варианту.

В главе 3 представлены результаты оптимизации выводного пучка реактора «МАРС» и сопоставлены характеристики качества полученного пучка реактора по критериям качества с известными работающими или проектируемыми установками.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- рассчитаны, обоснованы и оптимизированы нейтронно-физические характеристики специализированного реактора для нейтронной терапии;

- После оптимизации состава фильтра получены параметры пучка лучшие среди известных и проектируемых реакторных установок;

- предложено и реализовано программное обеспечение для оптимизации сценария облучения пациента.

На защиту выносится: выбор топливной композиции и геометрии для медицинского реактора расположенного в клинике; оптимизированные нейтронно-физические характеристики специализированного реактора для нейтронной терапии; оптимизированные нейтронно-физические характеристики выходного пучка нейтронов; оптимизационная программа по нахождению режима облучения при НЗТ для реакторных пучков нейтронов реактора «МАРС».

Практическая значимость диссертационной работы состоит в том, что предложены и обоснованы геометрия и состав активной зоны безопасного специализированного медицинского реактора, который может быть расположен непосредственно на территории онкологического центра.

Система фильтров реактора оптимизирована с целью получения максимального терапевтического эффекта.

Апробация работы.

Ниже перечислены международные, всероссийские и отраслевые конференции и семинары, на которых представлялись материалы диссертационной работы.

- IX Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2005 г.

- II Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине», Троицк 2006 г.

- X Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007 г

- III Троицкая конференция «Медицинская физика и инновации в медицине», Троицк 2008 г.

Диссертация содержит 106 страниц, 43 рисунка, 51 таблицу. Список литературы 76 наименований.

Благодарности.

Представленная работа - составная часть работы над большим проектом по созданию специализированной установки, которая не могла быть сделана без участия многих специалистов. Автор особенно благодарен Матусевичу Евгению Сергеевичу за конструктивную критику и активную поддержку, Кураченко Юрию Александровичу, соавтору многих работ, за непосредственную помощь и консультации.

Самая большая признательность и благодарность научному руководителю Казанскому Юрию Алексеевичу за активную позицию, деятельную поддержку, непосредственное, живое и неформальное участие в работе.

Выводы к главе 3

Показано, что за счет варьирования состава и толщины фильтров нейтронного пучка можно найти наилучшее значение терапевтического выигрыша. При проектировании источников нейтронов имеет смысл предусмотреть возможность сменные фильтры пучков для конкретных глубин залегания опухоли.

В принципе, для глубоко расположенных опухолей невозможно удовлетворить требованиям по максимальной допустимой дозе для здоровой ткани, в таких случаях необходимо проводить облучение под разными углами относительно места расположения опухоли. Для выбора оптимального сценария облучения, варьируя диаметр пучка нейтронов и его направления относительно опухоли, был разработан программный комплекс.

Заключение

Найдена оптимальная компоновка геометрии и состава активной зоны реактора, удовлетворяющая требованиям, предъявляемым к реакторам при размещении на площадке клиники. Показано, что реактор на основе уранового топлива при работе в течение 10 лет в старт-стопном режиме, может иметь запас реактивности, не превышающий долю запаздывающих нейтронов (исключен разгон на мгновенных нейтронах). Радиоактивность топлива в конце срока службы реактора рекордно низкая, что обеспечивает экологические требования при размещении реактора в клинике.

Для выбранного варианта установки «МАРС» рассчитаны запас реактивности, коэффициенты реактивности, определена чувствительность эффективного коэффициента размножения к геометрии и составу отражателя, определены эффекты реактивности при извлечении твэл из активной зоны и при сливе воды из активной зоны, выполнено расчетное обоснование типа и количества органов СУЗ реактора.

Найдены и обоснованы оптимальные составы фильтров и условия коллимации нейтронного пучка для получения наилучшего терапевтического выигрыша. Показано, что за счет варьирования состава и толщины фильтров нейтронного пучка можно найти наилучшее значение терапевтического выигрыша. При проектировании источников нейтронов имеет смысл предусмотреть сменные фильтры пучков для конкретных глубин залегания опухоли.

Создан программный комплекс для нахождения наилучшего сценария облучения пациента при заданном расположении опухоли и ее размерах с целью получения наибольшего терапевтического выигрыша.

1. Казанский Ю.А. Реакторная нейтрон-терапевтическая установка для клиники / Ю.А. Казанский, В.А. Левченко // Научная сессия МИФИ -2007. Сборник научных трудов. М. : МИФИ, 2007, С.74-75

2. Цыб А.Ф., Ульяненко С.Е., Мардынский Ю.С. Соколов В.А., Потетня В.И., Цыб Т.С., Капчигашев С.П., Гулидов И.А., Сысоев А.С. // "Нейтроны в лечении злокачественных новообразований", Обнинск: БИСТ, 2003. - 112с.: или.- ISBN-5901968-09-3.

3. TIINA SEPPALA, "FIR 1 Epithermal neutron beam model and dose calculation for treatment planning in neutron capture therapy", Department of Physical Sciences Faculty of Science University of Helsinki, Finland Helsinki 2002.

4. JT Goorley, WS Kiger, III, RG Zamenhof, "Reference dosimetry calculations for neutron capture therapy with comparison of analytical and voxel models," Medical Physics, 29:145-156, 2002.

5. International Atomic Energy Agency (IAEA), "Current status of neutron capture therapy", in IAEA-Tecdoc-1223. 2001, IAEA: Wien.

6. Takagaki M. Preventive Effect of Gadolinium Neutron Capture Therapy on Intimal Hyperplasia / M. Takagaki, T. Tomaru, Y. Sakurai, N. S. Hosmane // ISNCT-11, October 11-15, 2004, Boston, USA.

7. V. Giusti Neutron sources for BNCT: a general review // International Workshop on "Neutron Capture Therapy: State of the Art" and 3rd Young Members Neutron Capture Meeting, pp 159-166, Pisa (Italy),vol. 1,2004

8. К. Tokuuye, Y. Sakurai Т. Kobayashi, К. Kanda "Gadolinium Neutron Capture Reaction Using Epithermal Neutrons" // KURRI Prog. Rep. 2000 p.144

9. Y. Sakurai, T. Kobayashi J. "Experimental Verification of the Nuclear Data of Gadolinium for Neutron Capture Therapy". Nucl. Sci. Technol , Suppl. 2 (2002) 1294-1297.

10. Yasui L.S. Gadolinium in Human Glioblastoma Cells for Gadolinium Neutron Capture Therapy / L.S. Yasui, C. Andorf, L. Schneider, T. Kroc, A. Lennox, K.R. Saroja // International Journal of Radiation Biology 2008, Vol. 84, No. 12, Pages 1130-1139

11. Joensuul H. Boron neutron capture therapy of brain tumors: clinical trials at the Finnish facility using boronophenylalanine / H. Joensuul, L. Kankaanranta // Journal of Neuro-Oncology 62: 123-134, 2003

12. Kortesniemi M. Solutions for clinical implementation of boron neutron capture therapy in Finland // Department of Physical Sciences Faculty of Science University of Helsinki Helsinki, Finland, Helsinki 2002

13. Zaitsev K. NCT at the MEPHI reactor / K. Zaitsev, A. Portnov // International Journal of Nuclear Energy and Technology 2004 Vol. 1, No. 1 pp. 83-101

14. Konoplev K. Reactor PIK construction / 9th Meeting of the International Group on Research Reactors 24-28 March 2003, SYDNEY, AUSTRALIA

15. Паспорт инновационного проекта "Развитие технологии нейтрон-захватной терапии опухолей на ядерных реакторах" Медицинский Радиологический Научный Центр Российской Академии Медицинских Наук (МРНЦ РАМН) Обнинск, 2002 г

16. Thomas H. Preliminary investigation of the use of monolithic U-Mo fuel in the NIT Reactor / H. Thomas, Jr. Newton // 2003 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, Chicago, Illinois, October 5-10, 2003

17. INEEL Advanced Radiotherapy Research Program Annual Report 2001

18. Oregon State University Radiation Center and TRIGA reactor. Annual Report. July 1, 2002 June 30, 2003.

19. Chou S.-T. The current status of TRR-II project / S.-T. Chou, Y.-P. Ma, J.-T. Yang, K.-C. Tu, D.-I Lee, K.-C. Lan, S.-K. Chen // 8th Meeting of the International Group on Research Reactors. 17-20 April 2001, Munich, Germany

20. Gritzay O.O., Kolotyi V.V., Kaltchenko O.I., Neutron filters at Kyiv Research reactor. Kyiv, 2001. - (Prepr. /. KINR; KINR-01-6)

21. Recent activities on Neutron Standardization at NMIJ/AIST (1) -Characterization of a Thermal Neutron Fields at the Heavy Water Neutron Irradiation Facility of the Kyoto University Reactor- CCR(III)/03-03

22. K. Yamamoto, H. Kumada, T. Kishia, Y. Torii, Y. Sakuraib, T. Kobayashi Calibration of Epithermal Neutron Beam Intensity for Dosimetry at JRR-4 Proceedings of 11th World Congress on Neutron Capture Therapy (ISNCT-11) (CD-ROM) 15P. Oct 2004

23. Nava E. Monte Carlo Optimization of a BNCT Facility for treating Brain Gliomas at the TAPIRO Reactor / E. Nava, K. W. Burn, L. Casalini, C. Petrovich, G. Rosi, M. Sarotto, R. Tinti // Radiation Protection Dosimetry 2005 116(1-4), pp.475-481

24. K.Skold et al., The Swedish BNCT project. Proc. of Boron neutron capture therapy: State of the art, February 17, 2001; Ed. Scient. MAF Servizi

25. Imam M.M. Thermal neutron flux distribution in ET-RR-2 reactor thermal column / M.M. Imam, H. Roushdy // Nuclear Technology & Radiation Protection, Vol. XVII, No. 1-2, December 2002 pp. 64-67.

26. McCall M. J. A Feasibility Study of the SLOWPOKE-2 reactor as a Neutron Source for BNCT / M. J. McCall, M. Pierre // 25th Annual CNA/CNS Student Conference. McMaster University, March 10 11, 2000

27. Tracz G. The filter/moderator arrangement-optimisation for the boron-neutron capture therapy (BNCT) / G. Tracz, L. Dbkowski, D. Dworak, K. Pytel, U. Wonicka // Radiation Protection Dosimetry 2004 110(l-4):827-831

28. Mustra C.O. Neutron flux and associated kO parameters in the RPI after the last configuration change // C.O. Mustra, M.C. Freitas, S.M. Almeida // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Vol. 257, №3 — 2003 pp. 539-543

29. Kloosterman J.L. Description of the Project on the Neutron Filter Design for BNCT, Proc. Radiation and Health Research, Delft, Netherlands (2000)

30. Pugliesi, R., Andrade M.L.G., Pereira M.A.S. "Neutron radiography services", Research Reactor Center IPEN, Progress Report 2000-2001

31. Lee B.-C. BNCT facility development in HANARO / B.-C. Lee, S.-J. Park, M.-S. Kim, В.-J. Jun // IGORR 9, 9th Meeting of the International Group on Research Reactors 24-28 March 2003, Sydney, Australia

32. Burn K.W. Characterisation of the TAPIRO BNCT epithermal facility / K. W. Burn, V. Colli, G. Curzio, F. d'Errico, G. Gambarini, G. Rosi, L. Scolari// Radiation Protection Dosimetry 110, 645-649 (2004)

33. K. W. Burn, L. Casalini, S. Martini, M. Mazzini, E. Nava, C. Petrovich, G. Rosi, M. Sarotto, R. Tinti, An epithermal facility for treating brain gliomas at the TAPIRO reactor, Appl. Radiat. Isot., 2004, Vol. 61, pp.987-991

34. Зырянов Б.Н., Мусабаева Л.И., Летов B.H., Лисин В.А., Дистанционная нейтронная терапия. —Томск: Изд-во Том. УнОта, 1991.

35. Петров Э.И. Специализированный базовый медицинский реактор для нейтрон-захватной терапии и терапии смешанными гамма-нейтронными пучками / Э.И. Петров, Е.А. Иванов, В.А.Тарасов, Л.А.Трыков // Медицинская физика. -1995. №2 -С.53

36. Carolan, Martin G, Semiconductor dosimetry of epithermal neutron beams for Boron neutron capture therapy, PhD thesis, Department of Engineering Physics, University of Wollongong, 2003. http://ro.uow.edu.au/theses/158

37. Fouquet D.M. TRIGA research reactors: A pathway to the peaceful applications of nuclear energy / D.M. Fouquet, J. Razvi, W.L. Whittemore // Nuclear News, November 2003, Volume 46, №12, pp. 46-56

38. Bisceglie E. On the optimal energy of epithermal neutron beams for BNCT / E Bisceglie, P. Colangelo, N. Colonna, P. Santorelli, V. Variale // Phys. Med. Biol. 45 (2000) pp.49-58

39. Bleuel D.L. Development of a Neutron Energy Biased In Air Figure of Merit for Predicting In Phantom BNCT Neutron Beam Characteristics / D.L. Bleuel, R.J. Donahue, B.A. Ludewigta, J. Vujic // 8th International

40. Symposium on Neutron Capture Therapy for Cancer, La Jolla, CA (US), 09/13/1998-09/18/1998 ; PBD: 1 Mar 1998

41. Verbeke J.M. Neutron beam considerations for shallow and deep-seated tumors for BNCTC. / J.M. Verbeke, J. Vujic, K.N. Leung //Proc Accelerator Application Conference.California,1999

42. Gulidov I. Study of the Dose Fields on the Therapy Beam of Reactor BR-10 / I. Gulidov, V. Korobeynikov et al // Research and Development in Neutron Capture Therapy, Essen, Germany, September 8-13, 2002, pp. 175-179

43. Barth R.F. Boron Neutron Capture Therapy of Cancer: Current Status and Future Prospects / R.F. Barth, J.A. Coderre, M. Graga H. Vicente, Т.Е. Blue // Clin. Cancer Res. 2005. - № 11(11). - June 1. - P. 3897-4002.

44. Zamenhof R.G., Murray B.W., Brownell G.L., Wellum G.R., Tolpin E.I. Boron Neutron Capture Therapy for the Treatment of Cerebral Gliomas. 1:

45. Theoretical Evaluation of the efficacy of Various neutron Beams, Med. Phys., 2: 47-60, (1975).

46. Левченко В.А. Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор «МАРС» / В.А. Левченко, И.П. Балакин,

47. B.А. Белугин, С.Л. Дорохович, Ю.А. Казанский, Ю.А. Кураченко, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич, И. Ронен, А.А. Уваров, Ю.С. Юрьев // Известия вузов. Ядерная энергетика 2003. - №3. С.72-80.

48. Кураченко Ю.А. Вывод нейтронных пучков и защита медицинского реактора «МАРС» / Ю.А. Кураченко, Ю.А. Казанский, А.В. Левченко, Е.С. Матусевич. // Известия вузов. Ядерная энергетика. — 2006. — №4. —1. C. 36-48.

49. Клёпов А.Н., Кураченко Ю.А., Левченко В.А., Матусевич Е.С. Применение методов математического моделирования в ядерной медицине. Под ред. д.ф.-м.н. Е.С. Матусевича Обнинск: СОЦ- ИН, 2006. - 204 с.

50. Кураченко, Ю.А. Перспективы тяжеловодного реактора для нейтронной терапии злокачественных новообразований / Ю.А. Кураченко, Ю.А. Казанский, В.А. Левченко, Е.С. Матусевич // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2005. - №1. - С. 116-125.

51. Проект медицинского комплекса на реакторе ВВРц / В кн.: А.Ф. Цыб, С.Е. Ульяненко, Ю.С. Мардынский. Нейтроны в лечении злокачественных новообразований. Обнинск: БИСТ, 2003. - С.75-87.

52. Judith F. Briesmeister MCNP (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code) User's Manual, Los Alamos National Laboratory Report, LA-13709-M, Version 4C UC 700 (April 10, 2000).

53. Ronen Y. Homogeneous 242mAm-Fueled Reactor for Neutron Capture Therapy / Y. Ronen, M. Aboudy, D. Regev // Nuclear Science and Engineering, 2001 Vol.138, pp. 295-304

54. Judith F. Briesmeister MCNP (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code) User's Manual, Los Alamos National Laboratory Report, LA-13709-M, Version 4C UC 700 (April 10, 2000).

55. A.G.Croff. A user's manual for the ORIGEN2 Computer code. Oak Ridge National Laboratory (July 1980)

56. R. E. MacFarlane, D. W. Muir The NJOY Nuclear Data Processing System. User's Manual, Version 91

57. Kurachenko, Yu.A. Beam's removing block for the "MARS" medical reactor / Yu.A. Kurachenko, Yu.A. Kazansky, A.V. Levchenko, Eu.S. Matusevich // 6-th International Conference NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS. -Almaty, Kazakhstan, 2007. Abstracts, p. 574

58. Kurachenko, Yu.A. Dose Optimization in Neutron Capture Therapy / Yu.A. Kurachenko, A.V. Levchenko // Report at 7th International Conference NUCLEAR AND RADIATION PHYSICS. September 8-11, 2009, Almaty, Kazakhstan. Abstracts, pp. 260-261.

59. Левченко, А.В. Выбор топливной композиции для специализированного медицинского реактора / А.В.Левченко, В.А.Баршевцев, Ю.А.Казанский //Известия вузов. Ядерная энергетика. 2009. - №3. - С. 113-120